検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~   年
検索結果: 38 件中 1件目~38件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

溶出モデルを用いたトレンチ処分施設における核種移行評価

戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-001.pdf:2.24MB

日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。

報告書

東日本大震災に伴い被災した保管体の復旧作業について

石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏

JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-002.pdf:21.88MB

原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。

報告書

J-PARC核変換実験施設技術設計書; ADSターゲット試験施設(TEF-T)

J-PARCセンター 核変換ディビジョン

JAEA-Technology 2017-003, 539 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-003.pdf:59.1MB

原子力機構では、平成26年4月に公表された「エネルギー基本計画」等を踏まえ、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発および材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷未臨界炉心に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Tについて、その建設を目指して行った施設の技術設計の内容についてまとめたものである。

報告書

被覆燃料粒子の充填率を高めた高温ガス炉用燃料コンパクトの製作性確認と性能評価

水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

JAEA-Technology 2017-004, 22 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-004.pdf:2.71MB

高温ガス炉の燃料について、被覆燃料粒子の充填率(被覆粒子充填率)を高めた燃料コンパクトの製作性確認と性能評価を行った。被覆粒子充填率33%を目標として、HTTR燃料コンパクトと同様の条件で高充填率の燃料コンパクトを製作した。燃料の健全性を確保する上で重要な検査項目である、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性の測定を行った。高充填率の燃料コンパクトにおいて、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルである8$$times$$10$$^{-5}$$と同程度以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格の4,900Nを上回った。以上の結果より、高充填率の燃料コンパクトについて製作性と性能を確認した。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成27年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)

戸栗 智仁*; 小林 伸司*; 辻 正邦*; 矢萩 良二*; 山田 俊子*; 松井 裕哉; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 青柳 芳明

JAEA-Technology 2017-005, 43 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-005.pdf:4.4MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心に進めるとともに、「第3段階」の調査研究として、施工対策技術としての湧水抑制対策についても検討してきた。平成27年度は、第3期中長期計画で実施する必須の研究開発課題である「地下坑道における工学的対策技術の開発」の一環として実施中のウォータータイトグラウト技術の開発に関連し、これまで瑞浪超深地層研究所で実施・整備してきたグラウト技術の取りまとめ、その結果に基づく深度500m研究アクセス南坑道におけるポストグラウチング計画立案、地層処分の観点からの技術開発成果の整理、グラウト技術に代わる止水技術に関する情報収集・整理を実施した。

報告書

帰還困難区域の家屋における様々な部材の汚染低減試験

森 愛理; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢

JAEA-Technology 2017-006, 38 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-006.pdf:2.98MB

福島第一原子力発電所事故により大量の放射性物質が環境に放出され、近隣の市街地や森林等が汚染された。家屋や学校等の周辺の除染は国および地方自治体により進められているが、住環境にある壁や床、窓等については公的な除染が行われていない。本試験では、容易に実施できる作業により効果的に汚染を低減する手法を整備するため、住環境にある様々な部材に対し拭き取り等の試験を行った。試験を実施した部材は繊維類、木材類、ガラス類、コンクリート類、プラスチック類、塩化ビニル類、金属類、その他である。各部材は旧警戒区域(現在の帰還困難区域)内の実家屋から採取しており、事故により放出された放射性物質で汚染されたものである。これらの部材に対して乾式の手法(吸引、拭き取り、吸着、剥離)、湿式の手法(拭き取り、ブラッシング、表面研磨、洗濯)、および物理的な手法(剥離)を適用することで、簡易で効果的な汚染低減手法を検討した。試験の結果、一般的に水の浸透性が低い部材(ガラス、コンクリート、プラスチック、塩化ビニル、および金属)については湿式の手法(拭き取り、表面研磨、またはブラッシング)を用いることで高い汚染低減率が得られることがわかった(90%程度)。一方で水の浸透性がある木材の場合は剥離用塗料が比較的効果的(汚染低減率60%-70%程度)であった。このほか補足的データとして、洗剤の性質による汚染低減率の違い、および剥離用塗料の擦り込みの効果についても検討を行った。最後に、これらの結果を踏まえ最適であると考えられる手法をまとめた。

報告書

NSRR燃料棟燃料貯蔵庫の臨界解析; 地震及び津波発生時を想定

求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2017-007, 18 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-007.pdf:2.16MB

Nuclear Safety Research Reactor(NSRR)では、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。NSRR原子炉建家の附属建家である燃料棟の燃料貯蔵庫は、燃料照射実験で使用する未照射の試験燃料及び新品の原子炉運転用の燃料要素を貯蔵する。2011年に発生した東北地方太平洋沖地震を受け、NSRRの核燃料物質使用施設が設計要求を超える外的事象によって受ける影響を評価した。燃料貯蔵庫については、地震及び津波の重畳を考慮した臨界評価を実施し、地震及び津波の重畳を考慮しても燃料貯蔵庫の臨界安全性は確保されることを確認した。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成27年12月$$sim$$平成28年10月

堀籠 和志; 田口 茂郎; 石橋 篤; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-008, 14 Pages, 2017/05

JAEA-Technology-2017-008.pdf:1.15MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を平成26年4月から開始し、平成28年7月に終了した。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液等の分析を実施してきた。本報告書は、本処理に係わる平成27年12月から平成28年10月までに実施した約2,200件の分析業務及び分析設備の保守・点検などの関連業務の実績についてまとめたものである。

報告書

地下水中の溶存無機炭素を対象とした放射性炭素同位体測定のためのガス化回収法の適用性検討

加藤 利弘; 岩月 輝希; 西尾 智博*

JAEA-Technology 2017-009, 30 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-009.pdf:2.6MB

地下水の年代は、地層中の地下水流動を理解する上で重要な情報である。放射性炭素同位体による年代測定は、約5万年前以降に涵養した地下水に適用でき、地下水流動を推定する有効な手段となる。地下水中の炭素は主に溶存無機炭素(DIC: Dissolved Inorganic Carbon)として存在しており、従来は化学的操作により沈殿物として回収した後に、高純度の固体炭素(グラファイト)を作製していた。この方法では、グラファイトの作製に多くの操作が必要であると同時に、地下水の性状によっては沈殿物が生成しない、あるいは測定値が著しくばらつく等の問題点があった。そこで、本研究では、沈殿法に代わる手法として溶存無機炭素のガス化回収技術に着目し、地下水試料への適用を検討した。土岐地球年代学研究所内ペレトロン年代測定棟前処理室に設置されたガス化回収装置を用いて、溶存無機炭素回収性能を評価するとともに、ガス回収時における顕著な問題として地下水中の硫化水素の混入に伴う回収率の低下に関わる対策について検討した。以上の知見をもとに、ガス化回収手順を確立するとともに、実際の地下水中の溶存無機炭素をガス化回収法で処理した結果について取りまとめた。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

報告書

再冠水試験におけるボーリングピットの埋め戻し試験

高安 健太郎; 大貫 賢二*; 川本 康司*; 高山 裕介; 見掛 信一郎; 佐藤 稔紀; 尾上 博則; 竹内 竜史

JAEA-Technology 2017-011, 61 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-011.pdf:9.15MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、超深地層研究所計画に基づき、結晶質岩(花崗岩)を対象として三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。これらの研究開発課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発の一環として再冠水試験を実施している。この試験は、坑道掘削による周辺岩盤や地下水に及ぼす影響が、坑道の冠水によって回復する過程を把握することを目的として、深度500mの水平坑道の北端部切羽より約40m手前に止水壁を施工して冠水坑道とし、再冠水して実施するものである。本報告書は、再冠水試験の一環として2014年度に実施した冠水坑道のピットにベントナイト混合土を用いた埋め戻し試験と埋め戻し施工の結果、及び引き続き2014年9月から2016年3月までのピットでの観測結果を報告するものである。

報告書

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の融解線が融解し、融点が651$$^{circ}$$C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900$$^{circ}$$C)の範囲内で使用できていることが分かった。

報告書

HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証

本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-013.pdf:2.52MB

崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。

報告書

電位規制クーロメトリーによる標準物質として使用する硝酸プルトニウム溶液の値付けのための分析(共同研究)

山本 昌彦; Holland, M. K.*; Cordaro, J. V.*; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-014, 63 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-014.pdf:4.38MB

本件では、同位体希釈質量分析法で使用する標準物質の候補である硝酸Pu溶液の値付けのための分析にファラデーの電気分解則に基づく絶対分析法である電位規制クーロメトリーを適用した。測定装置には国際規格ISO 12183に準拠するものを使用し、その校正は国際単位系であるSI単位にトレーサブルとなる計測機器を使用して実施した。装置の性能評価のためにPu金属標準物質から調製した試料を測定した結果、測定値は表示値と$$pm$$0.05%以内で良好に一致し、繰り返し測定の相対標準偏差も0.05%以下と非常に高い精度でPuを分析できることが分かった。そこで、本法で同位体希釈質量分析の標準物質候補となりうる$$^{239}$$Puの同位体組成比が比較的高い混合酸化物粉末から精製した硝酸Pu溶液を測定した。その結果、繰り返し測定の相対標準偏差は0.05%以下、信頼区間が95%を示す包含係数k=2として評価した測定値の不確かさは0.069%以下と標準物質の測定法として求められる精度を満足する水準で精密にPuを分析することができた。

報告書

土岐花崗岩のブロックサンプルを用いた拡散試験

濱 克宏; 岩崎 理代*; 森川 佳太*

JAEA-Technology 2017-015, 45 Pages, 2017/07

JAEA-Technology-2017-015.pdf:16.57MB

日本原子力研究開発機構では、地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を岐阜県瑞浪市において進めている。物質移動に関する調査研究では、研究坑道周辺の数mから100m程度のブロックスケールを対象にして、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関わるパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化・解析・評価技術を体系的に整備することを目標として実施している。岩石中の微視的な構造が物質移動に果たす役割を評価することを目的として、岩石ブロックサンプル(30cm$$times$$30cm$$times$$20cm)を用いた拡散試験を実施した。拡散試験実施後の岩石ブロックサンプルを切断し、試験後の岩石中でのトレーサーとして添加したウラニンの分布を観察した。その結果、石英などの鉱物では、鉱物粒界や粒内割れ目にウラニンが認められ、一方、特定の鉱物(斜長石)では鉱山物内部にウラニンの分布が確認された。このことは、微小空隙の分布や鉱物分布がウラニンの拡散に影響を与えていることを示すと考えられる。

報告書

ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末の同位体希釈質量分析用ウラン・プルトニウム混合スパイク調製の最適化

堀籠 和志; 田口 茂郎; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-016, 20 Pages, 2017/07

JAEA-Technology-2017-016.pdf:1.68MB

使用済核燃料の再処理工程を経て得られたウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX粉末)の同位体希釈質量分析用混合スパイクを最適化して調製した。本スパイクは、金属ウランNBL CRM116と金属プルトニウムNBL CRM126をそれぞれ正確に秤量した後、硝酸に溶解し、ウランとプルトニウムの重量比が1:2となるように混合した。スパイク中のウラン及びプルトニウム調製値は、それぞれ1.0530$$pm$$0.0008mg/g (k=2) ($$^{235}$$U: 93.114wt%)、2.0046$$pm$$0.0019mg/g (k=2)($$^{239}$$Pu: 97.934wt%)であった。バリデーションとして、$$^{233}$$U, $$^{242}$$Puをトレーサとする逆IDMSによる濃度検定並びに、硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液を混合調製した模擬MOX溶解液の平行分析により、調製濃度の妥当性を評価し、本スパイクが問題なく調製されていることを確認した。本スパイクは、MOX溶解液の同位体質量分析によるウラン及びプルトニウムの含有量の測定に適用し、良好な結果を得ることができた。

報告書

JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス; 放射能濃度の測定及び評価の結果

小越 友里恵; 里山 朝紀; 岸本 克己; 南里 朋洋; 鈴木 武; 富岡 修; 高泉 宏英*; 菅野 智之*; 丸山 達也*

JAEA-Technology 2017-017, 152 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-017.pdf:15.97MB

原子力科学研究所では、1985年度から1989年度にかけて実施されたJRR-3改造工事に伴って発生し、原子力科学研究所の北地区にある第2保管廃棄施設の保管廃棄施設・NLに保管していた放射能レベルの極めて低いコンクリート約4,000tを対象としたクリアランスを行った。JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランスにあたり、放射能濃度の測定及び評価の方法の認可申請について、2008年7月25日付けで文部科学大臣の認可を受けた。その後、2009年度からクリアランス作業を開始し、認可を受けた方法に基づき放射能濃度の測定及び評価を行い、順次、国による放射能濃度の測定及び評価の結果の確認を受け、2014年度に約4,000tの全てのコンクリートのクリアランス作業を終了した。また、クリアランスしたコンクリートは、再資源化を行い、原子力科学研究所内において、東北地方太平洋沖地震の復旧工事のための資材等として再利用した。本報告は、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートの放射能濃度の測定及び評価の結果、国による放射能濃度の確認、クリアランスしたコンクリートの再利用状況、クリアランス作業に要した費用等の実績をとりまとめたものである。

報告書

高速炉蒸気発生器伝熱管のターゲットウェステージ現象解明実験; 流れを伴う高温水酸化ナトリウム環境での腐食実験

梅田 良太; 下山 一仁; 栗原 成計

JAEA-Technology 2017-018, 70 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-018.pdf:9.67MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、低圧のナトリウムから伝熱管を介して高圧の水/蒸気に熱交換される。その伝熱管が破損して水蒸気が漏えいした場合、発熱反応を引き起こし、ナトリウム中に反応ジェットが形成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットは高温・高圧噴流で高アルカリ環境を形成し、この環境に曝された隣接伝熱管は、局所的な減肉により損傷を受け(ターゲットウェステージ)、SG内での影響範囲が拡大する可能性がある。本報告書では、ターゲットウェステージ現象解明を目的として、ナトリウム-水反応時の主要な反応生成物である高温の水酸化ナトリウムと副次的な生成物である酸化ナトリウム(試料)を用いて、ターゲットウェステージの環境因子(試料温度、衝突速度、試料組成割合等)を分離評価できる実験装置及び実験手法を開発した。また、開発した実験装置を用いて流れを伴う高温水酸化ナトリウム及び酸化ナトリウム環境下における腐食実験を実施し、腐食特性に及ぼすターゲットウェステージの環境因子の影響を定量的に評価するとともに、平均腐食速度とウェステージ環境因子との関係を定式化した。

報告書

大気拡散計算に関連する気象観測データの解析; 2005年度$$sim$$2015年度

西村 朋紘; 小沼 利光*; 水谷 朋子; 中野 政尚

JAEA-Technology 2017-019, 60 Pages, 2017/09

JAEA-Technology-2017-019.pdf:3.2MB

日本原子力研究開発機構バックエンド研究開発部門核燃料サイクル工学研究所では昭和30年代から気象観測を継続して実施している。再処理施設から大気放出される放射性気体廃棄物を環境影響評価に使用する目的で1974年には気象観測塔を設置して観測を行い、2013年12月からはドップラーソーダによる観測に移行した。本報告書は、2006年3月に報告された「大気拡散計算に関連する気象観測データの解析; 1995年度$$sim$$2004年度 (JAEA-Technology 2006-008)」以降、2005年度から2015年度までの11年間に実施した大気拡散計算に関連する気象統計結果を取りまとめ、気象要因に関連する大気拡散の特性について考察した。

報告書

HTTR接続熱利用システムのプラント過渡挙動評価; ヘリウムガスタービンと水素製造施設接続に伴うHTTRの安全評価

佐藤 博之; Yan, X.; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2017-020, 23 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-020.pdf:1.23MB

高温ガス炉は優れた安全性を有し、高温熱供給が可能であることから多様な産業利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、世界で初めての原子炉施設へのヘリウムガスタービン及び水素製造施設の接続に係る許認可の取得、ヘリウムガスタービン発電技術及び水素製造技術の確証を目的に、高温工学試験研究炉を用いて、原子炉から取り出される核熱によりヘリウムガスタービン発電及び水素製造を行うHTTR熱利用試験を計画している。本検討では、HTTRにヘリウムガスタービン及び水素製造施設から成る熱利用システムを接続したHTTR接続熱利用システムを対象にプラント過渡挙動評価を実施した。ヘリウムガスタービンや水素製造施設の接続に伴い評価が必要となる事象として、「負荷の喪失」及び「水素製造施設での異常に起因する2次ヘリウム冷却設備での温度及び圧力変動」を選定するとともに、当該事象についてプラント過渡挙動評価を行った結果、安全評価上の注目パラメータは判断基準を超えることなく、当該システムが技術的に成立することを示した。

報告書

極低温水素システムヘリウム冷凍機の不具合調査と対策

麻生 智一; 勅使河原 誠; 長谷川 勝一; 青柳 克弘*; 武藤 秀生*; 野村 一隆*; 高田 弘; 池田 裕二郎

JAEA-Technology 2017-021, 75 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-021.pdf:33.03MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、冷中性子用減速材として液体水素を用いている。2015年1月頃から液体水素を生成するヘリウム冷凍機において、熱交換器及び80 K活性炭吸着器(ADS)の差圧が上昇する事象が現れ始め、2015年11月には冷却性能の低下を引き起こすまでに進展した。この不具合の原因を究明するために冷凍機内の目視確認や循環ヘリウム中の不純物分析を行った。原因となる不純物は検出できなかったが、配管内にわずかに油の痕跡があった。他施設の同規模の冷凍能力を持つ冷凍機の不具合事例も参考にして、熱交換器の洗浄やADSの交換を行った結果、冷却性能は回復した。熱交換器を洗浄した液やADSの活性炭とそれを抑えるためのフェルトから油を検出した。特にADSのフェルトではヘリウムガス入口表面に膜状の油の蓄積が確認できた。ヘリウムガス中に含まれる油分は設計範囲の10ppb程度であったが、長期間の運転の結果、ADSのフェルト部への蓄積により差圧を発生させ、それが性能劣化をもたらした可能性があると推測している。今後さらに調査を進め、原因をより明確にする必要がある。

報告書

実用高温ガス炉の安全要件を達成するための燃料・炉心の設計事項

中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09

JAEA-Technology-2017-022.pdf:3.59MB

実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 変形したMARICO-2試料部の回収装置の開発と原子炉容器内からの試料部回収作業

芦田 貴志; 中村 俊之*; 伊東 秀明

JAEA-Technology 2017-024, 198 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-024.pdf:55.8MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-1.zip:298.09MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-2.zip:210.77MB

高速実験炉「常陽」では、2007年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内での切り離しに失敗した状態で回転プラグを回転し、MARICO-2の試料部を損傷・変形させ、変形した試料部との干渉により炉心上部機構を損傷させる結果となった。「常陽」の復旧に向けて損傷した炉心上部機構を交換し、MARICO-2試料部を回収することとしたが、MARICO-2試料部については、変形しているうえにハンドリングヘッドが欠損していることから、通常の取扱い手順・経路で回収することができないことが炉内観察により判明した。このため、専用の装置類を新たに設計・製作してMARICO-2試料部を回収することとした。MARICO-2試料部を回収するための装置は、試料部の変形形状に対応した把持機構、回収軌道を調整するためのパンタグラフ機構や落下防止機構を装備したガイド管、収納キャスクとなる試料部回収装置等で構成される。これらの装置の設計については、原子炉容器外での部分的な要素試験及び装置全体のモックアップ試験を実施するとともに原子炉容器内における機能確認等で妥当性の確認を実施した。MARICO-2試料部は2014年9月に回収装置等を用いて、原子炉容器内から成功裏に取り出され、照射後試験のためのホットセル施設に搬送された。これらの装置は、回収作業においてナトリウム冷却型高速炉の実際の環境条件の下で期待される種々の性能をすべて実証することができた。

報告書

福島事故廃棄物を対象とした$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Sn分析法の開発

青野 竜士; 佐藤 義行; 島田 亜佐子; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Technology 2017-025, 32 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-025.pdf:1.45MB

福島第一原子力発電所で生じた事故廃棄物を対象として抽出された処分安全評価上重要となる放射性核種のうち、分析手法が定まっていない$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snの4核種の分析法を開発した。主要な分析対象試料として、福島第一原子力発電所構内で採取された滞留水・処理水を想定した。この滞留水・処理水中に含まれる$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snに対して、目的核種の分離・精製法の開発、回収率向上に取り組み、この成果を本報告にまとめた。

報告書

光学部品の$$gamma$$線照射劣化挙動(受託研究)

武内 伴照; 柴田 裕司; 花川 裕規; 上原 聡明*; 上野 俊二*; 土谷 邦彦; 熊原 肇*; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*

JAEA-Technology 2017-026, 26 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-026.pdf:4.0MB

原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視し、緊急時対応を円滑に実施するためには、信頼性の高い伝送技術が必要である。本研究では、水中で伝送可能な可視光無線伝送システムの構築を目指して、LEDやフォトダイオード等の光学部品に対して10$$^{6}$$Gyまでの$$gamma$$線の照射による影響を調べた。その結果、LEDは全光束が減少するとともに樹脂レンズ部が着色した。フォトダイオードの電流-電圧特性にはほとんど変化は無かった。フォトダイオードは、受光感度が減少するとともに窓材の樹脂が着色したが、暗電流は伝送に悪影響を与えるほどの大きさにはならなかった。これらの結果から、両素子を無線伝送システムに適用する場合に考慮すべき特性劣化の主因は、半導体部分の劣化ではなく、樹脂の着色によって発光及び受光量が減少することによるものであることが示唆された。また、発光・受光回路部を環境から隔離するための窓材や、外乱ノイズ光を軽減するための光学フィルタとして、各種ガラスについても$$gamma$$線照射による透過率の減少を評価し、伝送システムの構築に向けた基礎データを取得した。

報告書

工業プロセスで生じる硫酸及びHI流体環境下における耐食性向上を目指したオーステナイト系Fe基合金及びNi基合金の開発方針

広田 憲亮; 岩月 仁; 今井 良行; Yan, X.

JAEA-Technology 2017-027, 19 Pages, 2017/12

JAEA-Technology-2017-027.pdf:2.08MB

本研究では、オーステナイト系Fe基合金およびNi基合金を、熱化学水素製造プロセス及び地熱発電プロセス等を含む様々な工業プロセスで存在する硫酸及びヨウ化水素を扱う環境での実用構造材料の候補材を開発する。本研究の目的は、これらのプロセス環境下で十分な耐食性能を達成するとともに、セラミックスの製造上のサイズ制限により、現在検討されている材料(SiC)のスケールアップが困難となっていることに対する克服である。オーステナイト系Fe基合金の化学成分開発方針は、Cu, Ta添加によるマトリックス強化、Si, Ti添加による表面被覆強化、希土類元素添加による表面酸化物の剥離の防止である。特にCu, Siの添加は、材料の靭性を低下させ、構造物の加工性を低下させることがわかっているため、各添加元素の許容量を見極めることが重要である。一方、Ni基合金の化学成分開発方針は、Mo, W, Ta添加によるマトリックス強化、Ti添加による表面被覆強化、希土類添加による表面酸化物の剥離の防止である。特にNi基合金へのMo, W添加は、各種プロセス機器の加熱冷却時に生じる構造物の寸法逸脱防止に効果がある。今後は、上記の化学成分開発方針に基づいて様々な材料試験片を作製し、これら試験片を用いた試験として、各工業プロセスを模擬した流体環境下での耐食性能評価を行う予定である。

報告書

CTBT検証を目的とした青森県むつ市における国際希ガス共同観測

木島 佑一; 山本 洋一; 小田 哲三

JAEA-Technology 2017-028, 33 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-028.pdf:38.85MB

CTBTに係る国際検証制度(IMS)の一環として、世界中で放射性希ガス(キセノン)観測ネットワークに関する実験が行われている。IMSでは日本の高崎を含む30カ所の放射性核種観測所で日常的に放射性キセノンの観測を行っており、これまでの観測結果から複数の観測所で放射性キセノンが頻繁に観測されており、これらの放射性キセノンの主要な放出源が医療用RI製造施設であるということが明らかになった。さらに、原子力発電所や核医学診断に放射性キセノンを使用する医療機関等も放射性キセノンの放出源として考えられており、核実験監視能力の向上のためには、上記施設を起源とする放射性キセノンのバックグラウンド挙動の把握が重要である。日本原子力研究開発機構は東アジア地域における放射性キセノンバックグラウンド調査の一環として、2012年にCTBT機関準備委員会、米国パシフィックノースウェスト国立研究所、及び公益財団法人日本分析センターと共同で、青森県むつ市にある原子力機構青森研究開発センター大湊施設において国際希ガス共同観測を行った。さらに、2014年にも同所にて追加的観測を行った。なお、本観測では、PNNLが開発した高感度の移動型希ガス観測装置が用いられた。本報告書は、2012年及び2014年に実施した本観測の概要及び観測結果について報告するものである。

報告書

J-PARC核変換実験施設・ADSターゲット試験施設における鉛ビスマス漏洩事象時の影響評価

岩元 大樹; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 明午 伸一郎

JAEA-Technology 2017-029, 39 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-029.pdf:2.68MB

J-PARC核変換実験施設のADSターゲット試験施設において、250kW出力ビーム運転時に ターゲットとして使用される鉛ビスマスが鉛ビスマス循環系から漏洩し、放射性物質が排気筒か ら外部へ放出された場合の事業所境界における公衆が受ける被ばく線量について、様々な保守的 仮定を想定しながら評価した。その結果、事業所境界における被ばく量は約660$$mu$$Svであり、その大部分は鉛ビスマスから核破砕生成物として発生する水銀, 希ガスおよびヨウ素による寄与であることがわかった。保守的な事象想定にもかかわらず、被ばく量の合計は一般公衆が受ける年間被ばく量よりも低い値であり、本施設が放射性物質の漏洩に対して十分な安全裕度を持つことが示された。

報告書

トレンチ処分施設における設計条件に応じたCs-137等の基準線量相当濃度の試算

坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2017-030, 176 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-030.pdf:4.09MB

現在、東京電力福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の除染等で生じた除去土壌等については、中間貯蔵施設で30年間貯蔵した後、最終処分が計画されている。一方、減容・再生利用技術開発の検討が環境省で進められており、今後、最終処分の技術的検討がなされる予定である。このため、最終処分の検討に必要な浅地中処分可能な放射能濃度について先行して検討した。発生する除去土壌のうち約2,000万m$$^{3}$$の放射能濃度は100kBq/kg未満であり、この濃度は原子力機構が進めている研究施設等廃棄物の処分計画において、トレンチ処分施設及び付加機能型トレンチ処分施設で取り扱う廃棄物の放射能濃度に相当する。このことから、除去土壌を研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設及び付加機能型トレンチ処分施設と同様に処分した場合において、周辺公衆における様々な被ばく経路を想定して、Cs-134及びCs-137等による被ばく線量を評価した。線量評価結果から、基準線量を10$$mu$$Sv/yまたは300$$mu$$Sv/yに想定した場合の基準線量相当濃度を試算した。また、除去土壌の物量を考慮して、処分場規模を大きくした場合の基準線量相当濃度を評価した。

報告書

研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; トレンチ処分対象廃棄体への砂充填の検討

仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2017-031, 41 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-031.pdf:5.27MB

日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設は、第二種廃棄物埋設事業規則に規定された廃棄物埋設施設及び廃棄体等の技術上の基準に適合していることが求められる。技術上の基準の一つには、「廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において空隙が残らないように措置すること。」とされている。また、「容器内に有害な空隙が残らないようにすること」が要求される。そのため、埋設事業センターでは、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設においてこれらの技術上の基準に適合させるため、容器内の有害な空隙を管理した上でトレンチ埋設処分施設全体(廃棄物埋設地)での空隙が残らないものとして技術基準に適合させるものとする。本報告では、トレンチ埋設処分で金属製角型容器を使用する場合、容器内の空隙を砂を充填することで低減させることを想定した砂充填試験等を行い、充填する砂の特性、砂充填時の加振条件及び対象廃棄物への砂充填特性を調査・取得した。

報告書

余裕深度処分環境におけるふげん圧力管(Zr-2.5wt%Nb合金)の腐食速度の評価,2; 5ヶ年経過データによる長期腐食の考察

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2017-032, 21 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-032.pdf:10.38MB

処分事業の安全評価を行うために必要な核種溶出率の設定を目的に、Zr-2.5wt%Nb合金に対してガス蓄積型腐食試験法を適用し、低温、低酸素およびアルカリ条件下で長期の腐食速度を取得してきた。本報では、長期的な腐食速度の把握を目的に、試験期間5ヶ年(60ヶ月)の腐食速度を取得し、試験期間2ヶ年(24ヶ月)経過までの腐食速度と比較したところ、今回取得した試験期間5ヶ年(60ヵ月)の腐食速度は、試験期間2ヶ年(24ヶ月)までの結果同様、経過時間の-2/3乗に比例するとした評価が適用できると考える。

報告書

J-PARC核変換物理実験施設(TEF-P)安全設計書

原子力科学研究部門 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン

JAEA-Technology 2017-033, 383 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-033.pdf:28.16MB

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility, TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを液体鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷体系に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Pについて、原子炉の設置許可申請のための安全設計についてまとめたものである。

報告書

平成28年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-034, 117 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-034.pdf:25.18MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成28年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果は、過去の測定結果からの線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発を行い、実際の測定結果に手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数の性能の異なったGPSを同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

報告書

平成28年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-035, 69 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-035.pdf:32.92MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2016年度は、大飯・高浜原子力発電所及び伊方原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果及び実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価,2

山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB

高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布のC/Eは、1.1$$sim$$1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。

報告書

分析・研究施設第1期施設設計報告書

市村 隆人; 高橋 育; 岩佐 薫; 野澤 芳彦

JAEA-Technology 2017-037, 322 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-037.pdf:69.64MB

大熊分析・研究センターの施設整備は、福島第一原子力発電所の廃止措置を推進するため、国の定めるロードマップに従い、第1期施設と第2期施設に区分して整備を進めているところである。第1期施設として、放射線量が低・中線量の廃棄物(ガレキ, 伐採木(焼却灰)、解体廃棄物等)の分析を行う「第1棟」、分析・研究施設の管理施設となる「施設管理棟」、敷地造成・外構及び屋外ユーティリティ等の実施設計を行った。工事に際しての被ばく防護、汚染防止の他に、施設供用開始後の滞在者の屋外汚染線源からの被ばく低減、分析結果の信頼を目指した遮へい及び外気流入抑制・防止等を意図して設計している。また、林地開発変更申請をはじめとする官庁協議、内装設備との設計条件調整、福島第一原子力発電所インフラ設備との取合い調整、特定原子力施設としての実施計画書変更許可申請等に関する関係者との調整を行い、設計を推進した。本報告書は、実施設計成果図書を補足するものとして、仕様の決定経緯、根拠等をまとめたものである。本報告書以降に実施する第1期施設の工事及び第2期施設については、別途取りまとめて報告する予定である。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

38 件中 1件目~38件目を表示
  • 1